Меню

Тепловая мощность реактора ввэр 1000



Реактор ВВЭР-1000. Общие сведения

Реакторная установка В-320 с реактором ВВЭР-1000 является составной частью энергоблока АЭС и совместно с турбогенератором используется для производства электроэнергии в базовом режиме. Назначение реакторной установки — выработка сухого насыщенного пара для турбогенераторной установки, где тепловая энергия пара преобразуется в электрическую энергию. Реакторная установка В-320 оснащена модернизированным серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением тепловой мощностью 3000 МВт.

Энергетический реактор ВВЭР-1000 предназначен для:

1. создания в активной зоне реактора контролируемой и управляемой цепной ядерной реакции;

2. превращения части энергии деления ядер (всех видов) в топливе в тепловую энергию и передачи ее теплоносителю I контура;

3. поддержания контролируемой и управляемой цепной ядерной реакции на уровнях мощности, обеспечивающих выделение тепловой мощности в реакторе от 0 до 3000 МВт;

4. обеспечения работы РУ в составе энергоблока АЭС в базовом режиме на 100% уровне мощности в течение 7000 час за одну кампанию.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем , внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1000 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1 контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода 1 контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

В режиме принудительной циркуляции (работают ГЦН) теплоноситель первого контура поступает в реактор (см. рис. 2.6) от ГЦН через входные патрубки (поз.10).

Далее теплоноситель проходит вниз по кольцевому зазору (поз. 6) между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной части конструкции шахты 1 попадает через щели в опорных стаканах (поз. 2) в ТВС и поднимается вверх (поз. 4, 7и 8) по тепловыделяющим сборкам.

Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты (поз. 13, 16) отводится по выходным патрубкам из реактора в парогенераторы (поз. 14).

Рис. 2.5. Общий вид реактора ВВЭР-1000

1 – в отверстия эллиптического днища шахты; 2 – вход в опорные стаканы; 3 – в каналы выгородки; 4 – в направляющие трубы каналов ПЭЛ; 5 – между выгородкой и шахтой; 6 – в опускной кольцевой зазор; 7 – в центральную трубку ТВС; 8 – охлаждение твэл; 9 – в зазор между БЗТ и шахтой; 10 – вход в реактор; 11 – через отверстия опорной плиты БЗТ; 12 – от входных к выходным патрубкам; 13 – через перфорацию обечайки БЗТ; 14 – выход из реактора; 15 – через перфорацию шахты; 16 – выход из под крышки; 17 – через среднюю плиту БЗТ под крышку; 18 – через верхнюю плиту БЗТ под крышку; 19 – в щели между буртом БЗТ, крышкой и шахтой; 20 – выход из защитных каркасов

Рис. 1.6. Схема движения теплоносителя в корпусе реактора

Кроме основного потока теплоносителя, имеются потоки теплоносителя для охлаждения конструктивных элементов БЗТ, органов СУЗ (поз. 11, 16, 17, 18, 19 и 20)

Для охлаждения органов СУЗ в нижней части направляющих каналов для поглощающих стержней имеются отверстия для прохода теплоносителя диаметром 4 мм (см. рис. 2.7). Раньше этих отверстий было 4 шт., они располагались под углом 90 друг относительно друга. Сейчас применяются ТВС с направляющими каналами, где имеется только два отверстия, расположенных на одной оси. Это объясняется тем, что при наличии четырёх отверстий после падения органов регулирования СУЗ на нижние концевые выключатели под действием защиты реактора при распитанных электромагнитах ШЭМ может произойти всплытие ПС СУЗ под действием восходящего потока теплоносителя (что и имело место в практике эксплуатации, в частности, на ЗАЭС). С целью предотвращения всплытия ОР СУЗ, инструкцией по ликвидации аварий предписывается подать питание на привода СУЗ после срабатывания аварийной защиты реактора.

Читайте также:  Как определить мощность потребляемую симметричным трехфазным приемником 1

Существует так называемое условие невсплытия ТВС:

то есть расход через проходное сечение центрального отверстия в нижней части направляющего канала должно быть меньше площади проходного сечения кольцевого зазора между стержнем ПС СУЗ и стенками направляющего канала. В настоящее время при наличии двух отверстий это условие соблюдается и угрозы всплытия ОР СУЗ нет, даже при отсутствии электропитания на приводах.

Компоновка оборудования 1 контура и расположение его по отметкам позволяют осуществлять расхолаживание реактора в режиме естественной циркуляции. Проектом РУ с ВВЭР-1000 предусматривается использование естественной циркуляции теплоносителя 1 контура для охлаждения активной зоны остановленного реактора в режимах с отключением всех ГЦН.

Рис. 2.7. Нижняя часть направляющего канала ТВС

В случае обесточения или отключения всех ГЦН создается теплоотвод от активной зоны РУ за счет создания естественной циркуляции теплоносителя в 1 контуре (согласно данным ОКБ “Гидропресс” на естественной циркуляции возможен теплоотвод до 10% мощности РУ без превышения предельных параметров ТВС). Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛы заполнены слабообогащенной двуокисью 235 U. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1000 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение трех кампаний.

Регулирование реактивности и, тем самым, тепловыделения, осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор допускает при разогреве-расхолаживании скорость изменения температуры теплоносителя:

· при разогреве — 20 °С/час;

· при расхолаживании — 30 °С/час;

· при ускоренном расхолаживании — 60 °С/час.

Ускоренное расхолаживание допускается только при течах теплоносителя из первого контура во второй. Проектный срок службы реактора 30 лет (кроме оборудования, заменяемого в процессе эксплуатации, с учетом его назначенного срока службы).

Реактор в период работы между перегрузками обеспечивает выработку энергии эквивалентной тепловой мощности 3000 МВт в течение не менее 7000 эффективных часов.

Конструкция реактора и способ его закрепления совместно с системами СУЗ и САОЗ обеспечивает его безопасный останов и расхолаживание при максимальном расчетном землетрясении 7 баллов, а в случае применения дополнительного закрепления верхнего блока 9 баллов по шкале MSK-64. Кроме того, прочность реактора обеспечивается при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Ду-850 по полному сечению (МПА).

Источник

Атомный труженник, реактор ВВЭР.

Всем привет.В этой статье я хочу рассказать про реактор ВВЭР. Расскажу об истории, принципа его работы и сколько блоков работает в настоящее время.

Общее название реакторов этого типа— PWR , они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

АЭС Шиппингпорт. Реактор мозностью 68 Мвт

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК. Является собратом разработанных в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена С. М. Фейнбергом. Работы над проектом реактора начались в 1954 году, в 1955 году Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР-210 стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Разрез реактора ВВЭР-1000 показан на фото 4. На рисунке 1 - СУЗ, 2 - крышка реактора, 3 - корпус реактора, 4 - блок защитных труб, 5 - шахта, 6- выгородка активной зоны, 7- ТВС и регулирующие стрержни.

Принцип работы ВВЭР немного сложнее, чем в РБМК. Вода нагревается за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов до 320 градусов. Нагретая вода первого контура отдает свою теплоту воде второго контура, испаряя ее в парогенераторе..Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.

Читайте также:  Как узнать мощность своего компьютера ватт

ВВЭР 1000.1. Парогенератор, 2. Главный циркуляционный насос, 3. Купол защитной оболочки, 4. Механизм перезарядки, 5. Управляющие стержни, 6. Бак ядерного реактора.

Реактор двухконтурный. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты – сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

В России в промышленной эксплуатации находятся 21 энергоблок с реакторами типа ВВЭР:

  • 3 энергоблока с реактором ВВЭР-1200,
  • 13 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000
  • 5 энергоблоков с ВВЭР-440 различных модификаций

Монтаж реактора ВВЭР 1200. Нововоронежсая АЭС

В августе 2016 года был запущен первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 на Нововоронежский АЭС-2 ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Безопасность такого реактора на высоте. К примеру – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны. Существует еще одно ноу-хау,которое находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 состоит из 163 тепловыделяющих сборок, часть которых (121 шт.) содержит органы регулирования.

Перспективный проект реактора третьего поколения, ВВЭР 1500 с повышенным уровнем безопасности и экономичности, начатый в 1980-х годах, был временно заморожен в связи с малым спросом и необходимостью разработки новых турбин, парогенераторов и генератора большой мощности, работы возобновлены в 2001 году

Источник

Парогенератор ВВЭР-1000: обзор, характеристики, схема

Установка ВВЭР-1000Р представляет собой реактор с циркуляционным контуром, системой компенсации давления и узлом аварийного охлаждения. В основной циркуляционный контур входит реактор и четыре рабочих петли, каждая из которых оснащена парогенератором горизонтального типа, циркуляционным насосом, трубопроводом Ду 850 (с условным диаметром 850 мм). Энергия топлива отводится от активной зоны при помощи теплоносителя, прокачиваемого главными помпами циркуляционного типа. Затем подогретый носитель транспортируется по трубопроводу в парогенераторы, где передает тепло жидкости второго контура, после чего возвращается в реактор под воздействием насоса. Сухой насыщенный пар из второго контура передается на турбины.

Реактор ВВЭР-1000

Этот элемент предназначен для генерации тепловой энергии в конструкции установки атомной электростанции паропроводящего типа мощностью одного блока 1 тысяча МВт. Фактически реактор является энергетическим ядерным элементом корпусной конфигурации с тепловыми нейтронами, а также обычной водой, служащей теплоносителем и замедлителем.

Конструкция реактора ВВЭР-1000 включает в себя корпус с шахтой, выгородку, активную часть и узел предохранительных труб. Верхняя часть корпуса оснащена блоком управления и защиты. Теплоноситель транспортируется в реактор через четыре нижних патрубка, поступает вниз по кольцевому зазору. Далее его путь – это активная зона, куда он поступает через днище шахты. Там теплоноситель нагревается от выделяемого тепла ядерной реакции и выводится из реактора посредством верхних патрубков и шахтных отверстий. Мощность агрегата корректируется при помощи перемещения в активном отсеке регулирующих органов (комплекта поглощающих стержней, висящих на специальных траверсах).

Корпус

Эта часть реактора ВВЭР-100 служит для размещения активной зоны и устройств внутри корпуса. Остов – это вертикальный резервуар в форме цилиндра, состоит из фланца, блока патрубков, обечайки, цилиндра с днищем эллиптического типа.

Фланец имеет 54 отверстия с резьбой размера М170*6. Они предназначены под шпильки и клиновидные канавки, служащие для монтажа прутковых уплотнительных прокладок главного разъема. Корпусная часть ВВЭР-1000 оснащена двумя рядами патрубков. На основных направлениях верхнего и нижнего яруса предусмотрены аналоги размера Ду 300. Они служат для стыковки системы аварийного охлаждения активного отсека, а также несколько патрубков Ду 250, которые выводят импульсные линии измерительных приборов.

Корпус изготовлен из легированной стали. Внутренняя часть покрыта специальным напылением, устойчивым к коррозии. Весит остов 323 тонны. Транспортируется агрегат железнодорожным или морским транспортом.

Читайте также:  Мотор не выйдет полной мощности

Шахта

Эта часть ВВЭР-1000 ориентирована на создание потока теплового носителя, относится к составной части защиты металлического корпуса от нейтронных потоков и гамма-излучений, выделяющихся из активной части. Кроме того, шахта выполняет функцию опоры.

Конструктивно деталь представляет обечайку цилиндрической конфигурации сварного типа. В верхней части устройства находится фланец, служащий опорой на внутренний бурт остова. Снизу предусмотрено дно перфорированного типа. В днище имеются опорные детали для топливных кассетных элементов активного отсека. Разделение горячего и холодного потока теплоносителя снаружи обеспечивается кольцевым утолщением, агрегирующим с разделительным аналогом корпуса реактора ВВЭР-1000.

Снизу шахта от вибрации зафиксирована шпонками, которые приварены к гасителю вибраций, входят в вертикальные гнезда конструкции. От всплытия шахту удерживает крышка верхнего блока при помощи трубчатого упругого держателя. Конструктивно шахта сделана таким образом, что дает возможность извлекать ее из остова реактора в случаях с перегрузками топлива. Это необходимо для осмотра внутренностей патрубков и корпуса. Вес шахты из антикоррозийной стали – 69,5 тонны.

Выгородка

Эта деталь служит для конфигурации площади выделений энергетической формации и организации транспортировки теплового носителя через активную зону. Дополнительный функционал выгородки – защита металла остова от воздействия агрессивных излучений.

Элемент представляет собой цилиндр с толстыми стенами и пятью коваными кольцами. Внутренняя часть блока дублирует контур активного отсека. Охлаждение агрегата обеспечивают вертикальные каналы, предусмотренные в кольцах выгородки. Они соединяются механическим методом, нижний элемент фиксируется на граненом поясе шахты, а верхнее кольцо отцентрировано по отношению к цилиндру шахты при помощи приваренных шпонок. Изготовлена выгородка из прочной антикоррозийной стали, ее вес – 35 тонн.

Парогенератор ВВЭР-1000

Данный элемент – это однокорпусный теплообменник с парой контуров. Он имеет горизонтальное расположение, оснащен погружным комплектом труб. В конструкцию парогенератора входит остов, входной и выходной коллектор, трубный пучок теплообмена, коллектор раздачи питательной жидкости, сепаратор, пароотводящий блок, узел дренажа и продувки.

Агрегат предназначен для функционирования в составе обоих контуров, вырабатывает сухой насыщенный пар из воды второго цикла. Материал изготовления – легированная сталь, внутри защищенная специальной наплавкой, устойчивой к коррозийным процессам.

Параметры технического плана

Характеристики парогенератора ВВЭР-1000:

  • Показатель тепловой мощности – 750 МВт.
  • Производительность пара – 1469 т/час.
  • Номинальное давление во втором контуре – 6,3 МПа.
  • Поверхность обмена тепла – 6115 м.
  • Расход теплового носителя – 20 000 м/час.
  • Содержание влаги в паре на выходе – 0,2%.
  • Объем остова – 160 м.
  • Вес – 204,7 т.

Компенсатор давления

Деталь представляет собой резервуар высокого давления, оснащен блоками электронагревателей встроенного типа. В рабочем состоянии резервуар заполнен водой и паром. Блок предназначен для функционирования в комплексе с системой первого цикла реактора, поддерживает давление в контуре при штатных режимах работы и ограничивает колебания в случае перехода в аварийный режим.

Давление в компенсаторе АЭС ВВЭР-1000 создается и фиксируется при помощи корректируемого подогрева жидкости, который обеспечивают электрические нагреватели. В компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровой отсек из холодных частей первого контура посредством разбрызгивающего приспособления. Это позволяет избежать повышения давления выше расчетных показателей. Корпус компенсатора выполнен из легированной стали с внутренним защитным наплавлением.

Другие комплектующие элементы

Схема реактора ВВЭР-1000 представлена ниже. Она включает в себя еще несколько агрегатов, а именно:

  1. Ионообменный фильтр. Он заполнен специальными смолами, изготовлен в виде вертикального резервуара высокого давления. Элемент служит для очистки теплового носителя от радиоактивных частиц, нерастворимых коррозийных вкраплений. Корпус фильтра изготовлен из антикоррозийной стали.
  2. Резервуар аварийного охлаждения зоны. Это вертикальная емкость высокого давления, служит для обеспечения экстренного заполнения активной части реактора теплоносителем в случае возникновения аварийной ситуации. Система включает в себя четыре автономных емкости, соединяемые с остовом реактора посредством трубопроводов.

Кроме того, в конструкцию входит шаговый электромагнитный привод с блоком электромагнитов, верхний блок (служит для создания замкнутого объема и рабочего давления реактора), узел защитных труб.

Источник